DIRECTION REGIONALE DE LINDUSTRIE, DE LA RECHERCHE ET DE LENVIRONNEMENT NORD-PAS-DE-CALAIS
Division de Douai 
Douai, le 5 août 2005 Monsieur le Directeur du Centre Nucléaire de Production d'Electricité B.P. 149 59820 GRAVELINES 
OBJET : Contrôle des installations nucléaires de base CNPE de Gravelines  INB n° 96 Inspection inopinée **INS-2005-EDFGRA-0035** effectuée le **1er août 2005**
 Thème : "Sauvegarde  PTR  Réactive suite à ESS PTR GRA 1  PNXX 1223". Monsieur le Directeur, Dans le cadre de la surveillance des installations nucléaires de base prévue à l'article 11 du décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963 modifié, et à l'article 17 du décret n° 93-1272 du 1er décembre 1993 modifié par le décret n° 2002-255 du 22 février 2002, une inspection inopinée a eu lieu le **1er août 2005** au CNPE de Gravelines sur le thème "Sauvegarde  Exploitation PTR 
Réactive suite à ESS PTR GRA 1 du 27 juillet 2005". Suite aux constatations faites, à cette occasion, par les inspecteurs, j'ai l'honneur de vous communiquer ci-dessous la synthèse de l'inspection ainsi que les principales demandes et observations qui en résultent. 

## Synthèse De L'Inspection

 L'inspection inopinée du 1er août 2005 portait sur lexamen dun événement significatif pour la sûreté, relatif au refroidissement de la piscine de désactivation combustible (PTR) survenu le mercredi 27 juillet 2005 dans le bâtiment combustible (BK) du réacteur n°1. Léquipe dinspection sest en particulier intéressée aux conditions de réalisation de travaux de modification sur le système de refroidissement de la piscine combustible, qui étaient en cours lors de la survenue de lévénement. 

 /
 Une visite de terrain a permis de visualiser la problématique physique de lévénement et de vérifier les conditions satisfaisantes de nettoyage et de remise en état des lieux. 

 L'inspection a mis en évidence un écart notable dans la gestion des consignations de circuits, préalables aux travaux de modification. Plusieurs aspects appellent également des compléments dinformation à lAutorité de sûreté nucléaire, mais également d'investigation de votre part. 

## A  Demandes D'Actions Correctives A.1  Gestion Des Consignations

 Dans le cadre de la consignation pour les travaux PNXX 1223 file 1, le robinet 1 PTR 105 VB a été disposé ouvert. En revanche, le robinet 1 PTR 117 VB navait pas été consigné fermé, alors quil était le seul organe disolement du circuit en travaux par rapport à la file 2 en service, au niveau des lignes de purges. 

 Je vous demande de prendre pleinement en compte le retour dexpérience de cet écart de consignation pour les travaux similaires à venir, notamment pour GRA 6. Vous m*informerez des dispositions que vous prenez pour assurer la sensibilisation de vos* services centraux, afin que des dispositions correctrices puissent être effectives pour les réacteurs nayant pas encore intégré cette partie de la modification PNXX 1223.

## B  Demandes De Compléments B.1  Impact Du Phénomène Dagression Interne De Type « Inondation »

 Le local où a eu lieu le déversement deau borée PTR et ceux concernés par les écoulements comportent de nombreux matériels et équipements IPS. Il a été affirmé, lors de linspection, que limpact du phénomène dinondation interne était cependant négligeable. 

 Je vous demande de confirmer votre analyse de limpact du phénomène d*inondation* interne pour les équipements IPS du BK potentiellement concernés par aspersion ou contact avec l*eau borée PTR : recensement des matériels, qualification, intégrité, contrôles réalisés...* Des traces découlement ont pu être relevées jusquau niveau de la porte du hall combustible du BK. 

 Je vous demande de justifier létat de vos analyses du risque dinondation interne pour les locaux du niveau 0m du BK, en termes de scénario pris en compte et de dispositifs préventifs. 

Une large partie du hall combustible est en « zone propre » (< 0,3 Bq/cm²) pour laccès des remorques routières et wagons lors des manutentions combustibles. Lors de la visite, le balisage habituel était en place, laissant supposer que la zone avait été nettoyée depuis lincident. Les intervenants rencontrés nont cependant pas pu préciser létendue de la contamination. 

 Je vous demande de préciser lextension de linondation dans le hall combustible, notamment en zone propre, de préférence à laide d*un schéma.* 

## B.2  Confinement Statique Du Bâtiment Combustible

La situation constatée de voir des traces deau contaminée au niveau dune porte dun bâtiment de lîlot nucléaire (BK) est a priori contraire au principe de confinement requis pour ces bâtiments (rapport de sûreté ou article 30 de larrêté interministériel du 31/12/1999 relatif à la réglementation technique générale environnement - RTGE). 

 Je vous demande de justifier la conformité du confinement statique du hall combustible BK vis-à-vis de larticle 30 de larrêté interministériel du 31/12/1999 (RTGE) et den tirer les conséquences éventuelles au regard de larticle 3-I de ce même arrêté. 

 Léquipe « environnement » du site nest intervenue que vers 18h alors que lévènement a débuté vers 11h. 

 Je vous demande dexpliquer pourquoi les actions en matière de prévention des pollutions extérieures semblent navoir été entreprises quen soirée alors que le déversement était survenu vers 11h au niveau du chantier. 

## B.3  Déroulement De La Modification Pnxx 1223

 Les travaux liés à lintégration de la modification PNXX 1223 comportent plusieurs phases, à différents endroits des circuits. Les informations obtenues lors de linspection restent assez parcellaires sur le déroulement exact des activités en tranche 1. 

 Je vous demande de me préciser lenchaînement des activités liées à cette modification pour la tranche 1 : chronologie des phases, situation des chantiers concernés (notamment dans le local des réfrigérants PTR). Un repérage à laide de schémas serait appréciable. Sur le CNPE de Gravelines, seule la tranche 6 doit encore faire lobjet des travaux réalisés tranche en fonctionnement, liés à lintégration de la modification PNXX 1223. Une large part de ces travaux devrait intervenir avant larrêt annuel de cette tranche prévu en octobre. 

 Je vous demande de me préciser, sous une semaine, le planning détaillé des travaux prévus sur Gravelines 6 (partie tranche en marche préalable à l*arrêt 2005).* 
 

## B.4  Evacuation Deffluents

Le local K017 (niveau 8m50 du BK) dispose dun caniveau courant le long dune paroi et aboutissant au puisard (RPE 010 PS) situé en bout de local. Léquipe dinspection a cependant constaté la présence deau dans le caniveau à lentrée du local et labsence de trace dhumidité à lautre extrémité aux abords du puisard. Il semblerait y avoir une contre-pente empêchant lévacuation normale de leau le long du caniveau. 

## Demande 9 Je Vous Demande Dapporter Des Précisions Sur La Conception Du Drainage Du Local K017 Par Ce Caniveau.

 La pompe de relevage du puisard situé à 8m50 (1 RPE 010 PS) a été rapidement débrochée, de manière à éviter denvoyer des effluents non-contrôlés vers TEU puis KER. Après analyse, ces effluents ont suivi le cheminement normal des radioactifs de lîlot nucléaire. Cette pratique part dune bonne intention en matière de gestion des effluents. En revanche, en cas de volume trop important, elle risque de conduire à un ennoyage du niveau 8m50 du BK. 

 Je vous demande dexpliquer votre stratégie de gestion de relevage du RPE 010 PS, en fonction de limportance du volume d*effluents qui y parvient.* 

## B.5  Radioprotection

 Le 1er août, laccès au niveau le plus bas du BK était encore soumis à précautions particulières vis-à-vis du risque de contamination (surbottes et gants vinyle). En revanche, il ny avait pas, en sortie de zone, de matériel de contrôle de contamination. 

 Je vous demande de justifier la non-nécessité dun matériel de contrôle de contamination au saut de zone en remontée du niveau 8m50. 

## C  Observations C.1  Analyse

Lévènement survenu sur le réacteur n°1 le 27 juillet 2005 a fait l'objet d'une déclaration à lAutorité de sûreté nucléaire au titre de la sûreté. Une attention particulière sera portée lors de la transmission du compte-rendu sur l'analyse de cet incident et sur les actions engagées. La lettre de suite na pas vocation à se substituer aux axes de réflexion menés dans le cadre de cette analyse. 

## C.2  Conséquences Sur La Radioprotection

 Vous avancez quune déclaration dESR nest pas requise, dans la mesure où la dose engagée naurait atteint la LAI quavec une ingestion de 2m3 deau. Cette position ne tient toutefois pas compte : 
- des doses initiales que les personnels exposés auraient déjà pu avoir intégrées auparavant, sur une période de référence ; 
- du fait que les LAI de la littérature ont été évaluées sur la base des anciennes limites dexposition (par exemple, en corps entier, 50 mSV pour 20 mSV actuellement). 

 
 Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points dans un délai qui n'excèdera pas deux mois, à lexception de la demande n°8, qui impose un délai dune semaine. Pour les engagements et actions que vous seriez amené à prendre, je vous demande de bien vouloir les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. 

 Je vous prie d'agréer, Monsieur le Directeur, l'assurance de ma considération distinguée. 

P/Le Directeur et par délégation, Le Chef de la Division, Sûreté Nucléaire et Radioprotection, Signé par François GODIN